基于时间序列分析方法对安全壳泄漏率测量阶段的气体弛豫过程研究

安全壳试验期间安全壳内气体在泄漏率测量平台经历了温度、蒸汽分压等参数波动并再次进入平稳的弛豫过程,本文针对判断新稳态建立的标准、气体弛豫时间、影响弛豫过程的因素等内容进行分析,以期通过计算检验统计量进行平稳性检验的方法给出判断平稳的标准,并对弛豫过程中各项参数的时间序列进行序列分解,对各参数的弛豫过程分别进行分析。研究结果表明,安全壳内气体因安全壳加压造成的蒸汽分压不均匀是影响弛豫时间的主要因素。因此,进一步提出控制蒸汽分压不平衡势,以缩短泄漏率结果的弛豫时间。      

核电厂严重事故后安全壳压力的测量方法

在核电厂设计早期,安全壳大气监测系统仅考虑了设计基准事故。而与设计基准事故相比,在严重事故工况下的安全壳内压力会有较大增长,现有的安全壳压力测量仪表不能满足严重事故工况下对安全壳压力的监测。为采取有效的事故缓解对策,需考虑严重事故下的安全壳压力监视措施。目前的技术条件下,在安全壳外增设一个安全壳压力测量通道用于严重事故后的安全壳压力测量是一可考虑的方案。大亚湾核电厂实施了这种改进。通过此改进,可推迟严重事故时安全壳的排放时间,提高核电厂的安全水平。经论证,这种方案是安全和可行的。     

核电站安全壳密封性试验系统搭建

安全壳是压水堆核电机组的第三道安全屏障,其主要作用是防止放射性物质向外界环境扩散。定期检查机组安全壳在反应堆失水事故(LOCA)压力下的泄漏率,是核电机组安全运行的重要保障。论文基于泄漏率算法模型,搭建安全壳密封性试验系统,具体包括试验设备硬件选型、采集软件编程、试验数据处理方法。通过工程实践,实现了高精度试验数据采集和安全壳泄漏率分析计算。论文成果兼具创新及实用性,可广泛运用于核电站安全壳密封性试验。     

高寒地区安全壳打压试验

针对高寒气候对安全壳打压试验可能造成的各种影响,从设计、设备、施工、调试等角度分析试验风险点并提出解决方案。主要解决的问题有:低温条件下试验载荷对安全壳附属部件的影响,以及低温对安全壳整体泄漏率测量的影响等。在红沿河核电厂1号机组冬季安全壳打压试验的应用表明,所提出的方案可有效克服高寒地区恶劣气候对试验造成的影响。     

安全壳泄漏率测量仪表体积权重分配方法研究

安全壳整体泄漏率是安全壳打压试验中一个重要的验收指标,安全壳内温度、湿度探头所代表的体积分布方案及体积权重的准确度对安全壳的整体泄漏率测量结果有直接影响。通过对安全壳打压试验期间安全壳内气体温度和湿度分布进行分析,利用最优路径思想,提出一种安全壳打压试验泄漏率测量仪表的体积权重分配计算方案。结合核电站安全壳打压试验实测数据,对该研究成果与法国电力公司计算结果进行了比较,最终给出该体积权重计算方法的可行性结论。     

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析和研究

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验在换料大修期间进行并作为大修关键路径的主线工作,而安全壳整体泄漏率试验的充压和降压速率是影响主线工作的重要因素。为提高机组的可利用率和经济性,基于法规和标准的要求,结合同类型机组的经验反馈对安全壳整体泄漏率试验进行优化,分析和研究试验中充压和降压速率提升的可行性。     

秦山三期重水堆核电工程安全壳结构强度验证试验和整体密封性试验

作为我国首座无钢衬里安全壳,秦山第三核电有限公司认真研究了其混凝土吸纳/缓释效应强、贯穿件薄弱等特点,精心准备试验方案和应急处理措施,最终取得了安全壳密封性试验结果和试验耗时居世界同类电站领先地位的佳绩。在试验中开创性地使用了安全壳内部压空自供应系统,实现了不停运壳内工艺系统进行试验的目标;集成、开发了专用于安全壳强度验证试验和安全壳整体泄漏率试验的测试系统;在国内安全壳试验领域率先成功组织了高气压环境下的大规模作业。     

严重事故下喷淋模式的研究

核电厂发生严重事故后．安全壳内有可能堆积大量的氢气．如果此时不适宜地投入喷淋．会破坏安全壳内的惰性环境而引起氢气燃烧或者爆炸．甚至导致安全壳失效。为避免氢燃．本文通过合理的假设．根据相关的实验公式推导出不同氢气产量下安全壳内压力所需满足的条件,获得了根据安全壳内压力值来指导喷淋开闭的保守的控制模式。本文以大亚湾核电站为分析对象,利用MELCOR来进行分析．验证了此控制模式的可行性．并讨论了堆腔注水、氢气自燃以及安全壳底板成分对制订喷淋模式的影响。     

压水堆冷却剂下降段温度对中子探测的影响分析和修正研究

为研究压水堆功率运行条件下压力容器冷却剂下降段的水介质层温度变化对堆外中子注量率测量结果准确性的影响,分析了下降段水介质厚度和温度与泄漏热中子注量率的关系。结果表明,下降段水介质厚度或温度变化大于一定值时,反应堆堆外测量得到的中子注量率需要修正。结合堆物理和热工理论,进一步提出了一套工程可参考的修正方法。     

严重事故下喷淋模式的研究

核电厂发生严重事故后,安全壳内有可能堆积大量的氢气,如果此时不适宜地投入喷淋,会破坏安全壳内的惰性环境而引起氢气燃烧或者爆炸,甚至导致安全壳失效。为避免氢燃,研究者通过合理的假设,根据相关的实验公式,推导出不同氢气产量下安全壳内压力所需满足的条件,获得了根据安全壳内压力值来指导喷淋开闭的保守的控制模式。文章以大亚湾核电站为分析对象,利用MELCOR来进行分析,验证了此控制模式的可行性,并讨论了堆腔注水、氢气自燃以及安全壳底板成分对制订喷淋模式的影响。     

大型先进压水堆安全壳内水蒸气迁移的数值模拟研究

利用计算流体力学(CFD)方法,采用Uchida关联式模拟水蒸气冷凝研究大型先进压水堆一回路管道破口发生后水蒸气在安全壳内的迁移情况,分析不同冷却剂泄漏率下水蒸气的分布情况。结果表明:各冷却剂泄漏率下,水蒸气分布趋势基本一致;安全壳壁面附近水蒸气浓度随时间波动上升,且较高位置的浓度波动较小。     

基于统计软件R的安全壳泄漏率试验数据有效性分析

安全壳泄漏率计算过程中，最重要的环节是以不同时刻测量数据对时间进行线性回归分析。对回归的显著性检验以及方差分析是评价试验结果有效性的重要手段。本文基于统计软件R对某电厂调试阶段安全壳泄漏率试验的数据进行分析，通过对线性回归模型的独立性、正态性和异方差性检验以及极端样本点的剔除等方式，探讨泄漏率计算前的回归诊断对计算结果可靠性的影响。通过回归诊断的实例分析发现，在安全壳泄漏率计算的数据样本中，可能存在自相关、非正态和异方差性等问题影响回归结果，进而影响泄漏率的最终结果。因此，在计算泄漏率结果时，须通过回归诊断方法评价数据的有效性，对不能通过检验的样本应通过适当方法对最终结果进行修正。      

反应堆安全壳密封结构泄漏机理与预测模型的研究

针对反应堆安全壳贯穿件静密封结构的泄漏率理论预测方法进行研究。基于多孔介质渗流理论描述静密封结构的界面微观泄漏机理,用Hertz接触理论将应力与微观细致结构变化关联,最终实现不依赖于任何实验数据的泄漏率计算。采用新模型对DN20截止阀进行泄漏率预测,并将理论预测结果与实验测量结果进行比较,证明二者能够较好地吻合,从而验证新方法的有效性。     

压水堆核电站安全壳惰性气体监测通道报警阈值研究

分析了影响安全壳空气中惰性气体活度浓度变化的各种核素,并结合一回路冷却剂向安全壳的泄漏过程建立了泄漏模型,分别针对安全壳中惰性气体本底活度浓度值以及不同运行工况下安全壳中惰性气体活度浓度值进行建模计算,得到了不同运行工况下安全壳空气中惰性气体活度浓度的计算值,以此作为惰性气体监测通道两级报警阈值的设置依据,最终提出针对本监测通道的报警阈值设置建议,设置的两级报警阈值均与现役电站运行阈值相当,可作为相应电站报警阈值设置的参考.     

安全壳泄漏率在线监测系统原理及数据分析

介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统（EPP系统）的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现＂安全壳泄漏率异常＂的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。     

主蒸汽管道断裂事故工况下停堆功率对安全壳影响分析

停堆功率水平对主蒸汽管道破口质能释放速率和释放总量影响较大,因此有必要研究分析主蒸汽管道破裂事故工况下停堆功率对安全壳完整性影响,以得到安全壳失效的安全裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以主蒸汽管道断裂事故为基准研究对象,研究了不同停堆功率水平下安全壳的响应。分析结果表明,保持设计液膜覆盖率,停堆功率为30%额定功率时安全壳内压力峰值最高;随着壳外液膜覆盖率降低,停堆功率为0%额定功率对应的安全壳内压力峰值增高但安全壳不会失效;干壳时,停堆功率为0%额定功率时安全壳超压失效。     

安全壳整体泄漏率计算方法的比较分析

对国际上常用的3种安全壳整体试验泄漏率计算方法进行了系统介绍。分别应用上述3种方法对田湾核电厂安全壳整体试验数据进行计算分析,同时对各计算方法的差异以及对结果的影响进行了探讨。结果表明,试验工况下应用3种计算方法所得到的泄漏率计算结果基本相同。     

微流体惯性撞击器气溶胶过滤行为研究

微流体惯性撞击器可作为安全壳过滤排放系统的第一级过滤装置，实现严重事故后安全壳快速泄压并对壳内放射性气溶胶进行初效过滤。为了探究惯性撞击器内气溶胶的过滤行为，开展可视化实验对气溶胶在惯性撞击器内的沉积分布进行研究。研究表明，可视化实验能反映撞击器内气流流向及气溶胶运动轨迹。气溶胶在过滤单元处的沉积位置主要集中在过滤单元的上表面及微流道的内壁面，过滤效率可达60%以上。同时，由于撞击器通道表面特性随气溶胶的沉积而改变，容尘条件下的气溶胶过滤效率逐渐增加。而当惯性撞击器内载气流速大于临界值时，过滤效率会因气溶胶的再悬浮而降低。     

冷凝冲刷条件下壁面气溶胶去除特性实验研究

核反应堆发生放射性泄漏的严重事故后,弥散在安全壳气相空间的放射性气溶胶等物质会在墙壁、设备表面或地面等位置沉积。蒸汽冷凝液的冲刷去除是沉积放射性气溶胶颗粒离开壁面并再次迁移的主要途径之一,掌握沉积气溶胶颗粒的去除迁移规律,对于核事故后的放射性分析评价有重要意义。本文针对冷凝环境下壁面沉积的不可溶气溶胶去除特性展开实验研究,通过测量冲刷去除的气溶胶质量变化,探究壁面倾斜角度、冷凝速率和沉积密度等变量对气溶胶颗粒去除特性的影响,总结了不同工况环境下的沉积气溶胶的质量去除规律及去除份额。本研究可为放射性气溶胶迁移模型验证及优化提供支持。     

燃料包壳破损条件下裂变气体释放模拟实验研究

反应堆燃料包壳破损发生时需要判断其破损程度,为系统及时作出响应提供参考依据。目前使用逃脱率系数表征压水堆燃料包壳的破损程度,但对于裂变气体释放机理缺乏研究。本文采用实验方法研究燃料包壳破损时,非稳态过程中冷却剂压力和温度对裂变气体释放的影响。实验装置基于几何相似性、流动相似性以及闪蒸相变相似性设计,考察了在子通道内冷却剂压力与温度对裂变气体释放的影响,以及闪蒸对非稳态过程中裂变气体逃脱率的影响。实验结果表明:在选取的0.5 mm破口尺寸下,非稳态过程对于气体释放速率没有明显影响,实验中长期逃逸率保持稳定,释放过程符合一级动力学方程。同样冷却剂压力下,冷却剂温度从90℃增长到110℃时,长期逃逸率增长。同样冷却剂温度下,回路压力从0.3 MPa增长到0.5 MPa,长期逃逸率则下降。长期逃逸率与过冷度负相关,表明燃料包壳破口处的液膜对于裂变气体释放有影响。